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論文

Improvement of plant reliability based on combining of prediction and inspection of crack growth due to intergranular stress corrosion cracking

内田 俊介; 知見 康弘; 笠原 茂樹; 塙 悟史; 岡田 英俊*; 内藤 正則*; 小嶋 正義*; 木倉 宏成*; Lister, D. H.*

Nuclear Engineering and Design, 341, p.112 - 123, 2019/01

 被引用回数:5 パーセンタイル:48.99(Nuclear Science & Technology)

原子力プラントでは、リスク基準保全(RBM)にサポートされた信頼性基準保全(RCM)に基づくプラント信頼性向上策が採用されつつある。RBMは主要な材料に生じつつある欠陥をその進展過程で予測し、検査、保全を最適に組合せて実施されるものである。プラント全体にわたり、IGSCCを早期検出することにより、水化学制御などの適切な対応策の適用が可能となる。腐食環境とき裂進展の予測を組合せ、IGSCC決定因子である腐食電位、材料のSCC感受性、残留応力の不確実さが余寿命予測に及ぼす影響を定量的に評価した。結論として、(1)予測による重点検査箇所の効率的な選定、(2)検査による予測精度の向上、を結合させることによりプラントの信頼性向上に貢献できることを示した。

論文

Safety managements of the linear IFMIF/EVEDA prototype accelerator

高橋 博樹; 前原 直; 小島 敏行; 成田 隆宏; 堤 和昌; 榊 泰直; 鈴木 寛光; 杉本 昌義

Fusion Engineering and Design, 89(9-10), p.2066 - 2070, 2014/10

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

On the Linear IFMIF/EVEDA Prototype Accelerator (LIPAc), the engineering validation up to 9MeV by employing the deuteron beam of 125mA are planning at the BA site in Rokkasho, Aomori, Japan. Since the deuteron beam-power is achieved to a 1 MW level, and $$gamma$$-ray and neutron is a critical issue. An establishment for safety management is indispensable to reduce radiation exposure for personnel and radio-activation for accelerator components. For this purpose, Personnel Protection System (PPS) of LIPAc control system, which works together with the radiation monitoring system and the access control system and etc., are applied. In this article, three function of personnel access control, radiation monitoring and operation control of the LIPAc for safety management will be presented in details.

論文

Dosimetry for 110 keV electron beam processing

清藤 一; 松井 信二郎*; 箱田 照幸; 石川 昌義*; 春山 保幸; 金子 広久; 木村 純*; 小嶋 拓治

材料技術, 30(1), p.10 - 16, 2012/01

加速電圧110kVの電子加速器で得られるビーム取り出し窓からある距離における平面上の照射場について、最終的にはフィルム線量計で1点を測定することにより照射場の特性把握や工程管理をすることを目的に、(1)熱量測定による照射場全領域の吸収線量とモンテカルロ計算(PENELOPEコード)の比較、(2)放射線着色フィルム線量計による照射場領域の線量分布と(1)の結果に基づき補正した計算値との比較を行うことにより、実測及び計算の両方法を補間的に組合せた線量評価法を検討した。この結果、ビーム窓からの距離40mmにおける照射場(直径100mm)においては、アルミ吸収体(厚さ2-5mm)を用いた熱量計の測定値と計算値は照射場全領域の吸収線量値が$$pm$$4.0%以内で整合すること、2MeV電子線を用いて校正したフィルム線量計(FWT-60)による吸収線量分布測定結果は中心から直径0.5cmの応答の飽和領域を除き$$pm$$5.0%以内で整合することがわかった。言い換えると、実プロセスにおいてフィルム線量計により1点のモニター値が得られれば、照射場の特性把握や工程管理が可能である見通しが得られた。

論文

IFMIF/EVEDA原型加速器の進捗状況

神藤 勝啓; Vermare, C.*; 浅原 浩雄; 杉本 昌義; Garin, P.*; 前原 直; 高橋 博樹; 榊 泰直; 小島 敏行; 大平 茂; et al.

Proceedings of 6th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (CD-ROM), p.668 - 670, 2010/03

国際核融合材料照射施設(IFMIF)に関する工学実証及び工学設計活動(EVEDA)における原型加速器の2008年度の進捗について報告する。原型加速器のすべての加速器機器は、それぞれ設計が始まり、製作や個別試験についての計画を策定し、設計パラメータを決めてきた。個々の機器の進捗を分析し、IFMIF加速器の工学実証の計画を検討した結果、事業期間を2014年まで延長することが提案され、BA運営委員会で承認された。本発表では、各加速器機器の設計状況、欧州と日本が担当している加速器機器群と、日本が担当している六ヶ所村のIFMIF/EVEDA開発試験棟建屋のインターフェイスや現在までに提案されている工学実証試験での運転計画を報告する。

論文

Seismic imaging for 3-D VSP data using image point transform

Lee, C.*; 松岡 稔幸; 石垣 孝一; 田上 正義*; 成田 憲文*; 小島 正和*; 土家 輝光*; 松岡 俊文*

Proceedings of 10th International Symposium on Recent Advances in Exploration Geophysics (RAEG 2006), p.143 - 146, 2006/00

3次元VSPは、ボーリング孔近傍に存在する高角度の断層や亀裂の性状を把握するための手法として優れている。筆者らは、Cosma et al. (2003)が破砕帯からの微弱な反射信号を強調するために開発したIP変換法を応用して3次元VSPのイメージングを行う方法を考案し、その方法をモデリング波形に適用した。その結果、高角度の断層が良好にイメージングされており、本方法が有効であることを確認した。

口頭

IFMIF/EVEDA加速器試験建家の設計概要

久保 隆司; 奥村 義和; 大平 茂; 前原 直; 榊 泰直; 大西 世紀; 米本 和浩; 小島 敏行; Garin, P.*; 杉本 昌義; et al.

no journal, , 

IFMIF/EVEDAのうち加速器系の工学実証試験を行う加速器試験建家は、青森県六ヶ所村に開設されるBAサイト内に建設される。実施設計及び建設工事に先立ち、日欧協議により合意した基本設計に基づく調達取決めを日欧の実施機関間で結んでいる。実施設計は平成19年度に行い、平成20年度から建設工事を開始する。加速器試験建家は、東西約58m,南北約37m,延床面積約2,020m$$^{2}$$の規模である。建家内の配置は、南北の中央に加速器室があり、その北側に高周波源及び電源関係を、南側に給排気設備及び冷却水設備を配置している。制御室を含むユーティリティ関係は建家の北西側にまとめている。遮蔽設計は、日欧の専門家による評価に基づいて行っている。IFMIF/EVEDAで試験する加速器は、重陽子を125mA, 10MeV程度まで加速する計画であり、発生する放射線遮蔽のために、加速器室は厚さ1.5mの普通コンクリートの遮蔽体で覆われている。また、中性子のストリーミング防止のために、高周波導波管は地下ピットを、給排気ダクトは加速器室上部に設けた迷路を経由して加速器室内に引き込まれる。冷却水配管は壁貫通としている。

口頭

長寿命ガラス固化溶融炉の開発,14; 小型炉試験装置による温度分布評価

山下 照雄; 正木 敏夫; 中島 正義; 塩月 正雄; 児嶋 慶造; 豊嶋 幹拓; 松本 史朗*

no journal, , 

高レベル放射性廃液のガラス固化溶融炉の長寿命化及び粒子状物質の抜き出し促進を図ることを目的とした目標温度分布について、粒子状物質抜き出し性の効果を小型炉試験装置と計算コードにより検討した。

口頭

IFMIF/EVEDA開発試験棟の工事進捗状況

久保 隆司; 前原 直; 大平 茂; 高橋 博樹; 米本 和浩; 小島 敏行; 菊地 孝行; 榊 泰直; 木村 晴行; 奥村 義和; et al.

no journal, , 

国際核融合材料照射施設(IFMIF)での工学実証及び工学設計活動(EVEDA)における原型加速器の実証施設であるIFMFI/EVEDA開発試験棟は、日欧国際協力である幅広いアプローチ活動(BA)の一環として、青森県六ヶ所村にある国際核融合エネルギー研究センター敷地内で建設中である。本建家の実施設計は平成19年度に行われ、平成20年3月に着工した。建家の規模は、東西58m,南北37m,最高高さ10.95m,延床面積2019.5m$$^{2}$$の鉄骨造平屋建てである。建家内の配置は、中央に加速器室があり、その南側に空調,排気,加速器冷却水の各機械室,北側に高周波源関係の機械室となっている。加速器室の内空は、東西41.5m,南北8m,高さ7mであり、周囲を1.5m厚さのコンクリートで構成されている。工事は、平成20年12月までに基礎及び加速器室ピットを含む地下躯体の構築を完了し、平成21年3月の工事再開後、5月末に加速器室が構築された。その後鉄骨組立及び機械室等の床コンクリート打設を行い、現在屋根工事を行っている。今後外装,内装,設備工事を行い、平成22年1月からの設備関係の試験調整を経て、平成22年3月に竣工する予定である。本報告では、建設工事の進捗状況を報告するとともに、遮蔽及び機器配置の特徴について報告する。

口頭

IFMIF/EVEDA加速器系に関する日本側タスクの現状

神藤 勝啓; 大平 茂; 菊地 孝行; 久保 隆司; 米本 和浩; 粕谷 研一; 前原 直; 高橋 博樹; 小島 敏行; 堤 和昌; et al.

no journal, , 

IFMIF/EVEDA事業の加速器系の日本側タスクの現状及び今後の予定を報告する。2010年3月に原型加速器のビーム試験を行うIFMIF/EVEDA開発試験棟が竣工した。今後2年間で、原型加速器を駆動するための電源設備,2次冷却水循環設備の設置や、ビームダンプ周辺の局所補助遮蔽壁などを設置し、2012年より加速器機器の搬入及び上流側より段階的にビーム試験を行う予定である。軸長9.8mのRFQの中央部に直径90mmの8つのポートからRFパワーを供給するためのRFカプラーの開発では、これまでに4-1/16インチと6-1/8インチの2種類のRF真空窓,同軸管を介したループアンテナによるRFカプラーの設計を行った。テストベンチを製作し、検証試験の結果によって採用するRF真空窓のサイズの選定を行う予定である。加速器制御では、人員保護システムや機器保護システム,タイミングシステムは、特に高い信頼性が求められる。これらのシステムはテストベンチを製作して試験を進めてきた。今冬よりCEAでの入射器のビーム試験でそれらのシステムを組み込んで制御系の試験を行い、原型加速器制御系の設計及び開発に反映させる。

口頭

リスク評価に基づく検査および保全戦略,5; IGSCCを起因事象としての事例評価

内田 俊介*; 岡田 英俊*; 内藤 正則*; 塙 悟史; 小嶋 正義*; 木倉 宏成*

no journal, , 

リスク評価に基づく検査及び保全戦略へのアプローチとして、既存の亀裂進展モデルをベースにIGSCCを起因事象とした配管の寿命評価を行った。亀裂進展に影響する環境因子である腐食電位と導電率のばらつきを考慮し、亀裂が許容欠陥寸法に到達するまでの時間(許容期間)を評価した。腐食電位及び評価部位における残留応力の不確実さが許容期間の評価に大きく影響を与える結果となり、それらの評価精度を向上させることがプラントの検査時期の最適化や信頼性向上に繋がることを示した。

口頭

リスク評価に基づく検査および保全戦略,7; IGSCCの予測と検査の融合によるプラント信頼性の向上

岡田 英俊*; 内田 俊介*; 内藤 正則*; 知見 康弘; 塙 悟史; 小嶋 正義*; 高橋 秀治*; 木倉 宏成*

no journal, , 

原子力発電プラントは検査対象箇所が膨大であるため、適切な検査により信頼性の向上を図るためにはリスク評価に基づいて重点検査箇所を絞り込むことが重要である。リスク評価に基づく保全戦略に資するため、応力腐食割れ(IGSCC)を支配する腐食電位、SCC感受性、溶接部残留応力などの諸因子の不確実さを考慮して、SCC亀裂進展速度及び機器の予寿命を評価した。その際、残留応力分布と亀裂深さにより決まる応力拡大係数の関係も考慮した。本評価により、予寿命評価の不確実さに寄与する因子を示すとともに、プラント管理においてそれら諸因子の不確実さの低減化を図ることの重要性を示した。

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